WO2022223510A1 - Nuclear fuel pellet incorporating an insert made of metal or a thermally conductive metal alloy with solid discs and solid shaft connecting the discs along the central axis, associated nuclear fuel rod and assembly, and use in pressurised water reactor (pwr) - Google Patents

Nuclear fuel pellet incorporating an insert made of metal or a thermally conductive metal alloy with solid discs and solid shaft connecting the discs along the central axis, associated nuclear fuel rod and assembly, and use in pressurised water reactor (pwr) Download PDF

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WO2022223510A1
WO2022223510A1 PCT/EP2022/060228 EP2022060228W WO2022223510A1 WO 2022223510 A1 WO2022223510 A1 WO 2022223510A1 EP 2022060228 W EP2022060228 W EP 2022060228W WO 2022223510 A1 WO2022223510 A1 WO 2022223510A1
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WO
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pellet
solid
nuclear fuel
disc
central axis
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Application number
PCT/EP2022/060228
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French (fr)
Inventor
Vincent Fabreguettes
Bernard Valentin
Original Assignee
Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives
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Publication date
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to the field of fuel elements for Pressurized Water Reactors or Pressurized Water (PWR) also referred to by the English acronym PWR (Pressurized Water Reactor). More precisely, it is in the field of ceramic-type fuels made of uranium oxide (UO 2 ).
  • the invention essentially aims to improve the thermal properties of these fuels, both in nominal operation and in an Accidental Loss of Primary Coolant (APRP) situation.
  • APRP Accidental Loss of Primary Coolant
  • nuclear reactors throughout the application, is understood the usual meaning of the term to date, namely plants for the production of energy from nuclear fission reactions using fuel elements in which the fissions which release the calorific power, the latter being extracted from the elements by heat exchange with a coolant which ensures their cooling.
  • nuclear fuel rod throughout the application, we understand the official meaning defined for example, in the dictionary of nuclear sciences and techniques, namely a narrow tube of small diameter, closed at both ends, constituting from the core of a nuclear reactor and containing fissile material.
  • a nuclear fuel pin whose use favors the name is a nuclear fuel rod within the meaning of the present invention.
  • Nuclear reactors which use fission energy to produce heat can be classified into several different categories according to their characteristics: the form of final energy produced (electricity, heat, etc.), the type of neutron flux ( fast neutrons or thermalized neutrons), the cooling fluid used (liquid metal, water%), the physical state of the cooling fluid (solid, liquid or gaseous), the pressure level of the cooling fluid (for example atmospheric for Boiling Water Reactors and high for PWRs)...
  • a sector is currently very largely dominant industrially in the world, that of Pressurized Water Reactors (PWR).
  • a PWR essentially comprises two main components: the primary circuit which constitutes the nuclear part of the reactor, and the secondary circuit which constitutes the non-nuclear part of it.
  • the primary circuit essentially comprises a tank assembly with the internal structures and fuel assemblies.
  • the secondary circuit essentially comprises non-nuclear equipment to produce electricity (piping, steam generators, turbine, etc.).
  • Steam generators are heat exchangers which transfer the heat from the core to the secondary fluid, ie water in a PWR, which vaporizes then expands in a turbine which, together with the alternator, constitutes the system for generating heat. 'electric energy.
  • the reactor core the key part, called the reactor core.
  • the core groups together all the blends, of which there are 157 in a PWR of the French sector.
  • a schematic view of a PWR fuel assembly with its control cluster comprising rods of neutron-absorbing material is shown in figure 4 under the link: http://www.cea.fr/Documents:monographies:combustibles-nucl% C3%A9aires_r%C3%A9a Budapests-eau.pdf
  • the core itself is placed in a vessel which constitutes the second containment barrier for the fuel and its fission waste (called Fission Products or FP).
  • the core is cooled by a heat transfer fluid, water at a pressure of 150 bars, which also acts as a moderator (slowing down the neutrons), in order to promote the fission reaction.
  • This core also includes internal structures performing specific functions, such as maintaining the assemblies, channeling the heat transfer fluid, etc., which are not detailed here.
  • the fuel assemblies make it possible to produce energy by taking advantage of the nuclear fission reaction of a fuel composed for a small part of heavy fissile nuclei - the isotope 235 of uranium - as well as the isotope 238 of uranium which is only fertile (it will produce plutonium 239 by neutron capture).
  • This fuel is introduced into a cylinder of circular cross-section closed at each of these two ends by a plug. This cylinder is called pencil and described more precisely below.
  • the rod is sealed and constitutes the first containment barrier.
  • the pencils are grouped in bundles and arranged in a square pitch network.
  • FIG. 1 there is shown a nuclear fuel rod 1 according to the state of the art which is shown in its configuration of use in a PWR nuclear reactor, that is to say in a vertical position with the pellets 6 towards the lower part as specified below.
  • the rod 1 consists of a sheath 2 conventionally made of Zircaloy-4 (Zr4) closed at each of its ends by a respectively upper 3 and lower 4 plug which is welded thereto.
  • This sealed pencil is filled with helium at 25 bars when cold to partially counterbalance the effect of the external pressure of 150 bars of the heat transfer fluid.
  • the interior of the sheath is essentially divided into two compartments, one of which 5 in the upper part, between the top of the fissile column and the upper plug 3, constitutes a gas expansion chamber and the other houses the column fissile formed by the stack of nuclear fuel pellets 6 which each extend along the longitudinal direction XX' of the rod 1.
  • the expansion chamber is a free volume intended to receive FPs in gaseous form, usually called Fission Gas (GdF).
  • GdF Fission Gas
  • each pellet 6 has substantially the same length or height H.
  • the other function of this spring 7 is to prevent the buckling of the section of the sheath on its mode of ovalization. In other words, it must prevent the extreme ovalization of the sheath section.
  • a fuel pellet such as it is implemented in a PWR reactor, consists of uranium oxide UO2 enriched in U235 to about 5%, the remainder being fertile U238.
  • Each pellet releases, by nuclear fission, energy in the form of heat and which varies over time depending on the wear of the fuel but also on the variation in the altitude of the control rods.
  • the power thus dissipated is also a function both of the position of the pellet in the rod, the position of the rod in the assembly and the position of the assembly in the core.
  • This power is evacuated to the cold source of the primary circuit (the primary cooling water) by encountering a certain number of thermal obstacles which can be summarized as follows: - a strong gradient between the center and the periphery of the pellet induced by the low thermal conductivity of UO2; - a radial thermal gradient between pellet and rod sheath. Indeed, the seal between pellet and sheath, entirely gaseous (helium) at the start of irradiation, becomes completely filled. at the start of the second cycle.
  • the roughness of the pellet allows the discontinuous presence of gas which is no longer simply helium but also includes GdF: thus, the contact between pellet and sheath is never perfect and therefore creates, by its thermal resistance , a radial thermal gradient; - the radial thermal conduction through the sheath; - the resistance due to the radial convective exchange between the external face of the sheath and the heat transfer fluid.
  • the removal of heat in the nominal operating regime and in incidental and accidental regimes is governed by the heat conduction equation (or Fourier equation) with energy dissipation for the fuel pellet to which is added the Newton's equation which models the convective exchanges by a coefficient of heat exchange between the sheath and the heat transfer fluid.
  • the first category concerns the improvement of the thermal conductivity without adding another phase within the UO2 fuel.
  • This first category can itself be subdivided into three sub-categories as follows: - a modification of the shape of the rod, in order to increase the exchange surface between hot source and cold source. This modification is localized by definition at the level of each rod of a fuel assembly.
  • This solution has the major drawbacks of requiring a new design of the assembly and of having a possible impact on the manufacturability of the rod and the performance of the assembly; - a change in the nature of the fuel by passing from a combustible oxide to a better heat-conducting fuel, for example a metallic fuel. This modification is localized by definition at the level of each fuel pellet.
  • This solution has the major drawbacks of inducing a different behavior in the reactor, of requiring research and development to develop/qualify this new fuel, of developing new manufacturing processes and of having to redefine the downstream cycle of the fuel; - a combination of the two previous sub-categories which is a concept referred to as LIGHTBRIDGE: see in particular [2].
  • This concept consists of a generally helical rod whose sheath contains a metallic fuel, UZr.
  • UZr metallic fuel
  • This solution has the major drawbacks of greatly reducing the mass of fissile material, typically by around 25% and of requiring over-enrichment of the pellet in U5 fuel.
  • the second category concerns the improvement of the thermal conductivity with the addition of another phase within the UO2 fuel. The addition is localized by definition at the level of each fuel pellet. This second category can itself be subdivided into three sub-categories as follows: - a dispersion of diamond, graphene... at the nanometer scale. This solution does not seem relevant to date from the point of view of its thermal behavior.
  • This solution has the major drawbacks of inducing a manufacturing difficulty and of requiring the finalization and then the validation of existing modeling tools; - a heterogeneous dispersion of a second metallic phase on a macroscopic scale with the aim of promoting the heat flow from the UO2 pellet towards the cold source.
  • This second metallic phase is characterized by a metallic insert within the fissile material of the pellet.
  • Such a metal insert is described under two distinct designs in the publication [3].
  • One of these designs, shown in figure 1a of this publication [3] consists of a set of wafers distributed over the length of the pellet. This design effectively improves the thermal of the fuel pellet in the center.
  • the invention relates, in one of its aspects, to a nuclear fuel pellet, comprising: - a straight cylinder of fissile material with a central axis (X) whose length and diameter respectively define the length (H) and the diameter ( ⁇ pad ) of the pad; - a metal or thermally conductive metal alloy insert, the insert extending over the length of the pellet and comprising at least one solid disc centered on the central axis and a solid rod extending along the central axis and integral of the solid disc, the ratio R between the diameter of the disc ( ⁇ disc ) and the diameter of the pellet ( ⁇ disc ) being less than or equal to 0.8, preferably between 0.7 and 0.8.
  • the disc comprises four solid discs regularly spaced along the central axis (X), the solid rod connecting the solid discs to one another.
  • each disk is flat.
  • each disc consists of a central portion through which the solid rod passes and of an annular portion around the central portion, the annular portion having two spherical faces of the same diameter which are opposite forming a biconcave ring of greatest thickness at the central axis (X) and at the periphery of the pellet.
  • the material of the insert is chosen from a zirconium alloy, in particular Zircaloy-4 (Zr4), chromium (Cr), Molybdenum (Mo).
  • the fissile material of the right cylinder is chosen from uranium (IV) oxide (UO2), mixed oxide (U, Pu)O2 or a mixed mixture based on uranium oxide and reprocessed plutonium oxides.
  • the mass percentage of the insert is between 5 and 10%.
  • the invention also relates to a nuclear fuel rod extending in a longitudinal direction (XX') comprising: - a plurality of nuclear pellets as described above, stacked on top of each other; - a neutron-transparent material sheath surrounding the stack of pellets.
  • the comprises a single solid rod extending over the entire length of the stack of nuclear pellets.
  • the sheath is made of zirconium alloy, in particular Zircaloy-4 (Zr4), or M5® alloy (ZrNbO).
  • the invention also relates to a nuclear fuel assembly comprising a plurality of fuel rods as above and arranged together in a network.
  • the invention also relates to the use of a nuclear fuel pellet as described above or of a fuel rod as described above in a pressurized water reactor (PWR).
  • PWR pressurized water reactor
  • the invention essentially consists of a nuclear fuel pellet which incorporates, within a straight cylinder of fissile material, a metal insert with solid disc(s) and solid rod along the central axis, as as second metallic phase.
  • the core temperature of a pellet is not the lowest among all the possible solutions.
  • the insert allows a significant drop in the core temperature, while not generating the disadvantages caused by the solutions of the prior art, in particular the design shown in Figure 1b of this publication [3].
  • the solution according to the invention is a perfect compromise for simultaneously obtaining several performances on a complex system constituted by a nuclear fuel pellet.
  • a fuel pellet according to the invention is numerous, among which may be mentioned: - a large drop in maximum temperature compared to that of a pellet according to the state of the art; - strong limitation of local thermal gradients on the sheath of a rod which houses a pellet according to the invention; - simple manufacturability; - the maintenance of a usual mounting method in a nuclear fuel rod; - an increase in fission gas retention; - a limitation or even elimination of the risk of IPG-CSC because, by design, the height of a pattern composed of UO2 is less than the diameter of the fuel pellet (UO2 + metal insert).
  • FIG. 3A is a schematic perspective view of a basic pattern M of a nuclear fuel rod, the sheath of which houses a fuel pellet with a metal insert with solid discs and solid rod according to the invention.
  • FIG. 3B Figure 3B repeats Figure 3A but without the presence of the sheath, ie only the fuel pellet with a metal insert with solid discs and solid rod according to the invention.
  • Figure 3C Figure 3C reproduces Figure 3B but without the presence of the right cylinder of fissile material.
  • Figure 4 Figure 4 is a view from the numerical simulation showing the temperature fields for the configuration of Figure 3A.
  • Figure 5 Figure 5 is a view from the numerical simulation showing the temperature fields for the configuration of Figure 3C.
  • Figure 6A Figure 6A is a schematic perspective view of a fuel pellet without the metal insert according to the invention.
  • Figure 6B Figure 6B is a schematic perspective view of the metal insert according to the invention.
  • FIG. 6C FIG.
  • FIG. 6C is a view resulting from the digital simulation showing the temperature field for a pellet configuration according to FIG. 6A with an insert according to FIG. 6B.
  • Figure 7A Figure 7A is a schematic perspective view of an alternative fuel pellet without the metal insert according to the invention.
  • Figure 7B shows is a schematic perspective view of a variant of a solid disc of the metal insert according to the invention.
  • FIG. 7C is a view resulting from the digital simulation showing the temperature field for a pellet configuration according to FIG. 7A with an insert according to FIG. 7B.
  • the fuel pellets according to the invention and the cladding are created using the CAD software marketed under the name "SolidWorks” and then modeled, by a mesh and 3D thermal conduction calculations, using its “Professional Simulation” module in the 2019 version.
  • the insert with solid discs and solid rod according to the invention is illustrated as it is, ie on a macroscopic scale, in a cylinder of fissile material.
  • FIG. 3A a basic pattern M of a nuclear fuel rod 1 with a sheath 2 housing a fuel pellet 6 according to the invention.
  • FIG. 3A a basic pattern M of a nuclear fuel rod 1 with a sheath 2 housing a fuel pellet 6 according to the invention.
  • the pellet 6 according to the invention with a central axis (X) comprises a straight cylinder 60 of oxide combustible material releasing thermal power and a metal insert 8.
  • the metal insert 8 comprises a plurality solid discs 80, of circular section, of equal thickness Ep and regularly spaced from each other along the length H of the pellet and a solid rod 81 which extends along the central axis X and which connects all the solid discs 80.
  • the solid rod 81 therefore thermally connects all the discs 80 to each other.
  • the right cylinder 60 is machined with a central hole 61 and at least one circular recess 62 in order to accommodate therein both a solid disc 80 and the solid rod 81.
  • FIG. 3C shows the metal insert 8 on its own, with its dimensions represented, namely the diameter O disk of the 80, their constant thickness Ep, the diameter O axis , of the solid rod 81.
  • the thermal gain of a pellet 6 with metal insert 8 according to the invention is evaluated by comparison with the maximum temperature of the oxide fuel (noted below after T max comb) a standard cylindrical pellet with a circular section from a PWR in service in the 900 MWe series of the French sector.
  • the standard cylindrical patch as shown in FIG. 1 has the same dimensions as a patch 6 according to the invention, ie the same diameter ⁇ pad and the same length H.
  • the power of the basic pattern M in accordance with the invention is 373 W, which corresponds to standard operating conditions at nominal speed.
  • the percentage of the metal insert 8 in a pellet 6 is 10%. Its material is the same as that of sheath 2, namely zircaloy 4 (Zr4).
  • the solid discs 80 of the insert 8 are never in contact with the sheath 2 and this regardless of the irradiation history
  • the objective of such a configuration is to limit the very local thermal gradients on the sheath 2, typically of the order of at least 150° C./mm if there was perfect contact between disks and cladding, and its consequences on cladding 2.
  • the temperature T max comb of a standard fuel pellet is 1093° C.
  • the estimated gain on T max comb under these conditions is around 247° C.
  • the figures 4 and 5 show the thermal fields respectively for the basic pattern M for four pads 6, and the metal insert 8 with solid discs 80 and central solid rod 81.
  • the local temperature gradients on the gain e 2 are reduced by a factor of about 6, to be close to about 25°C/mm.
  • the inventors propose replacing the Zr4 with a more heat-conductive material.
  • a parametric study on potency shows that gains increase with potency as shown in Table 1 below.
  • the powers retained for the calculations are those dissipated by a pellet of the fuel column and all the pellets are assumed to have the same power.
  • the power of 373 W is representative of the maximum power of a standard PWR chip in nominal operating conditions.
  • a power of 500 W is already a power in accident conditions.
  • Table 2 gives an estimate by calculation of the potential gains in temperature ( ⁇ T max equal to T max comb pellet according to the state of the art - T max comb of an insert 8 according to the invention) according to the power dissipated in the pad and for a metal insert 8 in Zr4 occupying 10% of the volume of the pad. [Table 2] From this table 2, it emerges that the gains are close in the range 0.7 ⁇ ⁇ disk/ ⁇ pad ⁇ 0.8 with a difference of about 10°C. This small difference is explained by the fact that the reduction in ⁇ axis ⁇ disc (therefore distance from the cold source) is compensated by an increase in in a zone where the fuel is the hottest.
  • thermomechanical and/or thermochemical criteria o the design of the pellet must be more complete and satisfy other thermal, thermomechanical and/or thermochemical criteria, o this makes it possible to limit the over-enrichment necessary to compensate for the reduction in the mass of uranium, o the quantity of waste to be processed will be more limited.
  • the thermal fields are similar to those of the initial reference case above; - by design (choice of the ⁇ disc / ⁇ pad ratio ⁇ 0.8), the local temperature gradients on the sheath are low ( ⁇ 5%/mm) or even negligible ( ⁇ 0.5°C/mm). These are therefore no longer a discriminatory criterion.
  • a geometric variant of the metal insert 8 ' consists in modifying its shape and thus, instead of a solid flat disc 80, to produce a disc with a central portion 82 crossed by the solid rod 81 and a portion annular around the central portion, the annular portion 80b having two spherical faces of the same diameter which are opposite forming a biconcave ring of greater thickness at the central axis (X) and at the periphery of the pellet.
  • Table 5 summarizes the calculations to evaluate the influence of the choice of the material of the metal insert 8' on the UO2 temperature gains.

Abstract

The invention relates to a nuclear fuel pellet (6), comprising: - a straight cylinder (60) of fissile material with a central axis (X), the length and diameter of which define the length (H) and diameter (Øpellet), respectively, of the pellet; - an insert (8) made of metal or a thermally conductive metal alloy, the insert extending along the length of the pellet and comprising at least one solid disc centred on the central axis and a solid shaft extending along the central axis and rigidly connected to the solid disc, the ratio R between the diameter of the disc (Ødisc) and the diameter of the pellet (Øpellet) being less than 0.8.

Description

Description Titre : Pastille de combustible nucléaire intégrant un insert métallique ou alliage métallique conducteur thermique à disques pleins et tige pleine reliant les disques selon l’axe central, Crayon et Assemblage de combustible nucléaire associés, utilisation en Réacteur à Eau sous Pression (REP). Domaine technique La présente invention concerne le domaine des éléments combustibles pour les Réacteurs à Eau sous Pression ou Eau Pressurisée (REP) aussi désigné sous l’acronyme anglo-saxon PWR (Pressurized Water Reactor). Plus précisément, elle se situe dans le domaine des combustibles de type céramique en oxyde d’uranium (UO2). L’invention vise essentiellement à améliorer les propriétés thermiques de ces combustibles, et ce tant en fonctionnement nominal qu’en situation d’Accidentelle de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). Par « réacteurs nucléaires », dans l'ensemble de la demande, on comprend le sens usuel du terme à ce jour, à savoir des centrales de production d'énergie à partir des réactions de fission nucléaires utilisant des éléments combustibles dans lesquels se produisent les fissions qui libèrent la puissance calorifique, cette dernière étant extraite des éléments par échange thermique avec un fluide caloporteur qui assure leur refroidissement. Par « crayon de combustible nucléaire », dans l'ensemble de la demande, on comprend le sens officiel défini par exemple, dans le dictionnaire des Sciences et Techniques nucléaires, à savoir un tube étroit de faible diamètre, fermé à ses deux extrémités, constituant du cœur d'un réacteur nucléaire et contenant de la matière fissile. Ainsi, une « aiguille de combustible nucléaire » dont l'usage privilégie l'appellation est un crayon de combustible nucléaire au sens de la présente invention. Technique antérieure Les réacteurs nucléaires qui utilisent l’énergie de fission pour produire de la chaleur peuvent être classés dans plusieurs catégories différentes en fonction de leurs caractéristiques : la forme d’énergie finale produite (électricité , chaleur…), le type de flux neutronique (neutrons rapides ou neutrons thermalisés), le fluide refroidissement utilisé (métal liquide, eau…), l’état physique du fluide de refroidissement (solide, liquide ou gazeux), le niveau de pression du fluide de refroidissement (par exemple atmosphérique pour les Réacteurs à Eau Bouillante et élevée pour les REP) … Une filière est actuellement très largement dominante industriellement dans le monde, celle des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Un REP comprend essentiellement deux composants principaux : le circuit primaire qui constitue la partie nucléaire du réacteur, et le circuit secondaire qui constitue la partie non nucléaire de celui-ci. On peut se référer par exemple le schéma de principe sous le lien https://fr/wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%a0_eau_pressuris%C3%A9e Le circuit primaire comprend essentiellement un ensemble cuve avec les structures internes et les assemblages de combustible. Le circuit secondaire comprend quant à lui essentiellement des équipements non nucléaires pour produire de l’électricité (tuyauterie, générateurs de vapeur, turbine …). Les générateurs de vapeur sont des échangeurs thermiques qui transfèrent la chaleur issue du cœur au fluide secondaire, i.e. de l’eau dans un REP, qui se vaporise puis va se détendre dans une turbine qui constitue avec l’alternateur le système de génération de l’énergie électrique. Pour revenir au circuit primaire, celui-ci intègre la partie clé, dénommée cœur du réacteur. Le cœur regroupe l’ensemble des assemblages, qui sont au nombre de 157 dans un REP de la filière française. Une vue schématique d’un assemblage de combustible REP avec sa grappe de contrôle comprenant des crayons de matériau absorbant neutronique est montré à la figure 4 sous le lien : http://www.cea.fr/Documents:monographies:combustibles- nucl%C3%A9aires_r%C3%A9acteurs-eau.pdf Le cœur est lui-même placé dans une cuve qui constitue la deuxième barrière de confinement du combustible et de ses déchets de fission (appelé Produits de Fission ou PF). Le cœur est refroidi par un fluide caloporteur, de l’eau à la pression de 150 bars, qui joue également le rôle de modérateur (ralentissement des neutrons), afin de favoriser la réaction de fission. Ce cœur comprend également des structures internes assurant des fonctions spécifiques, telles que le maintien des assemblages, la canalisation du fluide caloporteur…, qui ne sont pas détaillées ici. Les assemblages combustibles permettent de produire de l’énergie en tirant partie de la réaction de fission nucléaire d’un combustible composé pour faible partie de noyaux lourds fissiles - l’isotope 235 de l’uranium – ainsi que de l’isotope 238 de l’uranium qui lui n’est que fertile (il va produire du plutonium 239 par capture neutronique). Ce combustible est introduit dans un cylindre de section transversale circulaire fermé à chacune de ces deux extrémités par un bouchon. Ce cylindre est dénommé crayon et décrit plus précisément ci-après. Le crayon est étanche et constituant la première barrière de confinement. Les crayons sont regroupés par paquet et agencés suivant un réseau au pas carré. Pour les familles d’installation de la filière française appelées « paliers » de 900 MWe et 1300MWe, le nombre est de 264 crayons auquel s’ajoutent 25 autres tubes, qui compose alors un assemblage qui incorpore également de nombreux éléments de structure (plaque de pied, grilles de maintien, un tube d’instrumentation, 24 tubes guide où coulissent 23 crayons de commande, plaque de tête, ressort de maintien, araignée pour la manipulation des crayons de commande) comme montré sur la figure 4 du document .pdf précité. En figure 1, on a représenté un crayon de combustible nucléaire 1 selon l'état l’art qui est représenté dans sa configuration d'utilisation dans un réacteur nucléaire REP, c'est-à-dire en position verticale avec les pastilles 6 vers la partie inférieure comme précisé ci-dessous. Le crayon 1 est constitué d'une gaine 2 classiquement en Zircaloy-4 (Zr4) fermée à chacune de ses extrémités par un bouchon respectivement supérieur 3 et inférieur 4 qui est soudé sur celle-ci. Ce crayon étanche est rempli d’hélium à 25 bars à froid pour contrebalancer en partie l’effet de la pression externe de 150 bars du fluide caloporteur. L'intérieur de la gaine est essentiellement divisé en deux compartiments, dont l'un 5 en partie haute, entre le haut de la colonne fissile et le bouchon supérieur 3, constitue une chambre d'expansion de gaz et l'autre loge la colonne fissile formée par l'empilement de pastilles de combustible nucléaire 6 qui s'étendent chacune selon la direction longitudinale XX' du crayon 1. La chambre d’expansion est un volume libre destiné à recevoir les PF sous forme gazeuse, appelés usuellement Gaz de Fission (GdF). Dans l'empilement représenté, chaque pastille 6 a sensiblement la même longueur ou hauteur H. Un ressort hélicoïdal de compression 7, en général en Inconel®, est logé dans la chambre d'expansion 5 avec son extrémité inférieure en appui contre la face supérieure de la pastille 6 la plus en hauteur de l’empilement des pastilles et son autre extrémité en appui contre le bouchon 3 supérieur. En sus du maintien de l'empilement de pastilles 6 selon l'axe longitudinal XX' et «l'absorption » au cours du temps du gonflement longitudinal des pastilles 6, l'autre fonction de ce ressort 7 est d'empêcher le flambage de la section de la gaine sur son mode d'ovalisation. Autrement dit, il doit empêcher l'extrême ovalisation de la section de la gaine. La fonction primaire d’un crayon combustible est de produire, puis de transmettre la chaleur produite par les réactions de fission au sein du combustible. A ce jour, une pastille combustible telle qu’elle est mise en œuvre dans un réacteur REP, est constituée d’oxyde d’uranium UO2 enrichi en U235 à environ 5%, le complément étant de l’U238 fertile. Chaque pastille dégage, par fission nucléaire, de l’énergie sous forme de chaleur et qui varie au cours du temps en fonction de l’usure du combustible mais aussi de la variation de l’altitude des crayons de commande. La puissance ainsi dissipée est également fonction à la fois de la position de la pastille dans le crayon, la position du crayon dans l’assemblage et la position, de l’assemblage dans le cœur. Cette puissance est évacuée vers la source froide du circuit primaire (l’eau primaire de refroidissement) en rencontrant un certain nombre d’obstacles thermiques que l’on peut synthétiser comme suit : - un fort gradient entre le centre et la périphérie de la pastille induit par la faible conductivité thermique de l’UO2; - un gradient thermique radial entre pastille et gaine du crayon. En effet, le joint entre pastille et gaine, entièrement gazeux (de l’hélium) en début d’irradiation devient totalement comblé en début de second cycle. Toutefois, la rugosité de la pastille permet la présence discontinue de gaz qui n’est plus simplement de l’hélium mais comprend également des GdF : ainsi, le contact entre pastille et gaine n’est jamais parfait et crée donc, par sa résistance thermique, un gradient thermique radial; - la conduction thermique radiale à travers la gaine; - la résistance due à l’échange convectif radial entre la face externe de la gaine et le fluide caloporteur. L’évacuation de la chaleur en régime de fonctionnement nominal et en régime incidentel et accidentel est régie par l’équation de conduction de la chaleur (ou équation de Fourier) avec dissipation d’énergie pour la pastille de combustible à laquelle s’ajoute l’équation de Newton qui modélise les échanges convectifs par un coefficient d’échange thermique entre la gaine et le fluide caloporteur. Ces équations s’appliquent dans les situations incidentelles et accidentelles, tant que la géométrie du crayon (pastilles y compris) reste intègre et que le fluide caloporteur ne s’est pas vaporisé. Des simulations numériques d’un accident de type Perte de Réfrigérant Primaire (APRP), ont démontré l’intérêt, du point de vue des conséquences thermiques temporelles de cet accident, d’avoir au régime nominal donc initial de cette accident, un combustible le plus froid possible à cœur. L’objectif principal est donc, en termes de sûreté, d’abaisser la thermique du crayon et plus particulièrement de la pastille de combustible. La figure 2, issue de la publication [1] donne l’ordre de grandeurs des températures dans une pastille de combustible en régime de fonctionnement nominal. Il y a des différentes manières d’améliorer la fonction d’évacuation de la puissance produite par une pastille ou un empilement de pastille combustible UO2. Certaines caractéristiques pouvant difficilement être modifiées, comme par exemple le fluide primaire, le matériau de la gaine, la voie d’innovation la plus ouverte est celle de l’amélioration de la conductivité thermique de l’UO2. Cette voie peut être divisée en deux catégories qui ont été explorées. La première catégorie concerne l’amélioration de la conductivité thermique sans ajout d’une autre phase au sein du combustible UO2. Cette première catégorie peut elle-même être subdivisée en trois sous-catégories comme suit : - une modification de la forme du crayon, afin d’augmenter la surface d’échange entre source chaude et source froide. Cette modification est localisée par définition au niveau de chaque crayon d’un assemblage combustible. Cette solution a pour inconvénients majeurs de nécessiter une nouvelle conception de l’assemblage et d’avoir un impact éventuel sur la fabricabilité du crayon et les performances de l’assemblage; - un changement de la nature du combustible en passant d’un oxyde combustible à un combustible meilleur conducteur de chaleur, par exemple un combustible métallique. Cette modification est localisée par définition au niveau de chaque pastille combustible. Cette solution a pour inconvénients majeurs d’induire un comportement différent en réacteur, de nécessiter une recherche et développement pour développer/qualifier ce nouveau combustible, de mettre au point des nouveaux procédés de fabrication et d’avoir à redéfinir le cycle aval du combustible; - une combinaison des deux sous-catégories précédentes qui est un concept désigné sous le nom de LIGHTBRIDGE : voir notamment [2]. Ce concept consiste en un crayon de forme générale hélicoïdale dont la gaine renferme un combustible métallique, de l’UZr. En sus des inconvénients explicités pour les deux sous-catégories précédentes, cette solution a pour inconvénients majeurs de fortement diminuer la masse de matière fissile, typiquement d’environ 25% et de nécessiter de sur-enrichir la pastille en combustible U5. La deuxième catégorie concerne l’amélioration de la conductivité thermique avec l’ajout d’une autre phase au sein du combustible UO2. L’ajout est localisé par définition au niveau de chaque pastille combustible. Cette deuxième catégorie peut elle-même être subdivisée en trois sous-catégories comme suit : - une dispersion de diamant, de graphène … à l’échelle du nanomètre. Cette solution ne semble pas pertinente à ce jour du point de vue de son comportement thermique. Les inventeurs estiment qu’il est toutefois difficile de statuer sur cette solution par manque d’informations et de connaissances. Cette solution a pour inconvénients majeurs d’être uniquement à l’échelle d’un laboratoire et donc, avec de nécessiter une recherche et développement complète à faire pour le combustible, d’analyser la fabricabilité puis à mettre en œuvre une recherche et développement, et enfin de disposer d’aucun outil de modélisation; - une dispersion homogène d’une seconde phase métallique à l’échelle microscopique avec l’objectif de diminuer la conductivité thermique de la pastille UO2 : voir notamment [1]. Cette solution a pour inconvénients majeurs d’induire une difficulté de fabrication et de nécessiter la finalisation puis la validation d’outils de modélisation existants; - une dispersion hétérogène d’une seconde phase métallique à l’échelle macroscopique avec l’objectif de favoriser le flux thermique de la pastille UO2 vers la source froide. Cette seconde phase métallique se caractérise par un insert métallique au sein de la matière fissile de la pastille. Un tel insert métallique est décrit sous deux conceptions distinctes dans la publication [3]. Une de ces conceptions, montrée à la figure 1a de cette publication [3] consiste en un ensemble de galettes réparties sur la longueur de la pastille. Cette conception améliore effectivement la thermique de la pastille combustible au centre. Cependant, l’analyse faite par les experts de la demanderesse sur cette conception montre que si, effectivement le choix des caractéristiques structurelles des galettes permet d’atteindre une réduction importante de la température de la pastille à cœur, en revanche ce choix génère potentiellement plusieurs inconvénients pouvant avoir des conséquences très gênantes sur le comportement de la pastille, voire même remettre totalement en cause la pertinence de la solution. Les principales conséquences potentiellement négatives sont les suivantes : - une garantie hypothétique de la fonction thermique sous irradiation et de la tenue mécanique irradiation des galettes compte tenu de leur faible épaisseur; - une tenue mécanique de la gaine non garantie, avec des gradients de température élevés et locaux sur celle-ci, typiquement de 100 à 300 °C/mm, qui sont dus aux contacts de chaque galette avec la gaine ; - l’absence de certitude de ne pas aggraver le phénomène d’Interaction Pastille Gaine avec une Corrosion Sous Contrainte (IPG-CSC) ; - un niveau de corrosion susceptible d’être présent sur la gaine en cours d’irradiation ; - une fabricabilité des galettes métalliques dans un combustible céramique non démontrée avec notamment la possibilité du montage des galettes et l’absence de garantie d’un montage optimal de la colonne combustible. Il existe un besoin d’améliorer la conception thermique de pastilles de combustible nucléaire, plus particulièrement à base d’oxydes UO2, afin de diminuer au maximum leur température à cœur, en régime de fonctionnement nominal pour un cœur de Réacteur à Eau sous Pression (REP) tout en respectant les contraintes suivantes : - minimisation de la quantité de seconde phase apportée dans une pastille ; - absence de dégradation à tout le moins dégradation limitée du comportement neutronique ; - fabricabilité la plus aisée possible ; - montage d’une colonne de combustible le plus simple possible ; - absence des inconvénients précités de la conception montrée à la figure 1a de cette publication [3]. Le but de l’invention est de répondre au moins en partie à ce besoin. Exposé de l’invention Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, une pastille de combustible nucléaire, comprenant : - un cylindre droit de matière fissile d’axe central (X) dont la longueur et le diamètre définissent respectivement la longueur (H) et le diamètre (∅pastille ) de la pastille; - un insert métallique ou en alliage métallique conducteur thermique, l’insert s’étendant sur la longueur de la pastille et comprenant au moins un disque plein centré sur l’axe central et une tige pleine s’étendant selon l’axe central et solidaire du disque plein, le rapport R entre le diamètre du disque (∅disque ) et le diamètre de la pastille (∅pastille ) étant inférieur ou égal à 0,8, de préférence compris entre 0,7 et 0,8. Selon un mode de réalisation avantageux, la pastille comprend quatre disques pleins régulièrement espacés selon l’axe central (X), la tige pleine reliant les disques pleins entre eux. Selon une première variante, chaque disque est plat. Selon une deuxième variante, chaque disque est constitué d’une portion centrale traversée par la tige pleine et d’une portion annulaire autour de la portion centrale, la portion annulaire étant à deux faces sphériques de même diamètre qui sont opposées formant un anneau biconcave de plus grande épaisseur à l’axe central (X) et à la périphérie de la pastille. Avantageusement, le matériau de l’insert est choisi parmi un alliage de zirconium, notamment le Zircaloy-4 (Zr4), le chrome (Cr), le Molybdène (Mo). Avantageusement encore, la matière fissile du cylindre droit est choisie parmi l’oxyde d'uranium (IV) (UO2), l’oxyde mixte (U, Pu)O2 ou un mélange mixte à base d'oxyde d'uranium et d'oxydes de plutonium retraités. De préférence, le pourcentage massique de l’insert est compris entre 5 et 10 %. L’invention concerne également un crayon de combustible nucléaire s'étendant selon une direction longitudinale (XX') comprenant : - une pluralité de pastilles nucléaires telles que décrites précédemment, empilées les unes sur les autres ; - une gaine en matériau transparent aux neutrons entourant l'empilement de pastilles. Selon un mode de réalisation avantageux, le comprend une seule tige pleine s’étendant sur toute la longueur de l’empilement de pastilles nucléaires. Avantageusement, la gaine est en alliage de zirconium, notamment en Zircaloy-4 (Zr4), ou en alliage M5® (ZrNbO). L’invention concerne également un assemblage de combustible nucléaire comprenant une pluralité de crayons de combustible comme ci-avant et agencés entre eux selon un réseau. L’invention concerne également l’utilisation d’une pastille de combustible nucléaire telle que décrite précédemment ou d’un crayon de combustible comme décrit ci-avant dans un réacteur à eau pressurisée (REP). Ainsi, l’invention consiste essentiellement en une pastille de combustible nucléaire qui intègre, au sein d’un cylindre droit de matière fissile, un insert métallique à disque(s) plein(s) et tige pleine selon l’axe central, en tant que seconde phase métallique. Avec un insert à disques pleins et tige pleine selon l’invention, la température à cœur d’une pastille n’est pas la plus basse parmi toutes les solutions envisageables. En revanche, l’insert permet une baisse sensible de la température à cœur, tout en ne générant pas les inconvénients entrainés par les solutions de l’art antérieur, en particulier de la conception montrée à la figure 1b de cette publication [3]. La solution selon l’invention est un parfait compromis pour l’obtention simultanée de plusieurs performances sur un système complexe que constitue une pastille de combustible nucléaire. Les avantages d’une pastille de combustible selon l’invention sont nombreux parmi lesquels on peut citer : - une forte baisse de température maximale comparativement à celle d’une pastille selon l’état de l’art; - une forte limitation des gradients thermiques locaux sur la gaine d’un crayon qui loge une pastille selon l’invention ; - une fabricabilité simple; - le maintien d’un procédé de montage usuel dans un crayon de combustible nucléaire ; - une augmentation de la rétention des gaz de fission ; - une limitation voire suppression du risque d’IPG-CSC car, par conception, la hauteur d’un motif composé d’UO2 est inférieur au diamètre de la pastille combustible (UO2 + insert métallique). D’autres avantages et caractéristiques de l’invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d’exemples de mise en œuvre de l’invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes. Brève description des dessins [Fig 1] la figure 1 est une vue schématique en coupe longitudinale d’un crayon de combustible nucléaire selon l’état de l’art, tel qu’il est mis en œuvre dans un réacteur nucléaire REP. [Fig 2] la figure 2 illustre sous la forme d’une courbe les températures dans une pastille de combustible nucléaire selon l’état de l’art, en régime de fonctionnement nominal. [Fig 3A] la figure 3A est une vue schématique en perspective d’un motif M de base d’un crayon de combustible nucléaire dont la gaine loge une pastille de combustible avec un insert métallique à disques pleins et tige pleine selon l’invention. [Fig 3B] la figure 3B reprend la figure 3A mais sans la présence de la gaine, i.e. uniquement la pastille de combustible avec un insert métallique à disques pleins et tige pleine selon l’invention. [Fig 3C] la figure 3C reprend la figure 3B mais sans la présence du cylindre droit de matière fissile. [Fig 4] la figure 4 est une vue issue de la simulation numérique montrant les champs de température pour la configuration de la figure 3A. [Fig 5] la figure 5 est une vue issue de la simulation numérique montrant les champs de température pour la configuration de la figure 3C. [Fig 6A] la figure 6A est une vue schématique en perspective d’une pastille de combustible sans l’insert métallique selon l’invention. [Fig 6B] la figure 6B est une vue schématique en perspective de l’insert métallique selon l’invention. [Fig 6C] la figure 6C est une vue issue de la simulation numérique montrant le champ de température pour une configuration de pastille selon la figure 6A avec un insert selon la figure 6B. [Fig 7A] la figure 7A est une vue schématique en perspective d’une variante de pastille de combustible sans l’insert métallique selon l’invention. [Fig 7B] la figure 7B reprend est une vue schématique en perspective d’une variante d’un disque plein de l’insert métallique selon l’invention. [Fig 7C] la figure 7C est une vue issue de la simulation numérique montrant le champ de température pour une configuration de pastille selon la figure 7A avec un insert selon la figure 7B. Description détaillée Par souci de clarté, un même élément selon l’état de l’art et selon l’invention est désigné par une même référence numérique. Les figures 1 et 2 ont déjà été commentées en préambule. Elles ne seront donc pas détaillées ci-après. Dans les exemples ci-après, les pastilles de combustible selon l’invention et gaine sont créées à l’aide du logiciel de CAO commercialisé sous l’appellation « SolidWorks » puis modélisés, par un maillage et des calculs de conduction thermique en 3D, à l’aide de son module « Simulation Professionnel » dans la version 2019. Dans l’ensemble des figures 3A à 7C, même si les différents éléments ne sont pas représentés exactement à l’échelle, l’insert à disques pleins et tige pleine selon l’invention est illustré tel qu’il est, i.e. à l’échelle macroscopique, dans un cylindre de matière fissile. On a représenté en figure 3A un motif de base M d’un crayon de combustible nucléaire 1 avec une gaine 2 logeant une pastille de combustible 6 selon l’invention. Telle qu’illustré en figure 3B, la pastille 6 selon l’invention d’axe central (X) comprend un cylindre droit 60 de matière combustible oxyde dégageant de la puissance thermique et un insert métallique 8. L’insert métallique 8 comprend une pluralité de disques pleins 80, de section circulaire, d’épaisseur égale Ep et régulièrement espacés les uns des autres sur la longueur H de la pastille et une tige pleine 81 qui s’étend selon l’axe central X et qui relie tous les disques pleins 80. La tige pleine 81 connecte donc thermiquement tous les disques 80 entre eux. Le cylindre droit 60 est usiné avec un trou central 61 et au moins un évidement circulaire 62 afin d’y loger à la fois un disque plein 80 et la tige pleine 81. La tige pleine 81 selon l’axe central, en matériau métallique bon conducteur de chaleur, remplace l’UO2 (mauvais conducteur) dans la zone la plus chaude de la pastille 6. La figure 3C montre l’insert métallique 8 à lui seul, avec ses dimensions représentées, à savoir le diamètre O disque des disques pleins 80, leur épaisseur constante Ep, le diamètre Oaxe, de la tige pleine 81. Le gain thermique d’une pastille 6 avec insert métallique 8 selon l’invention est évalué par comparaison avec la température maximale du combustible oxyde (notée ci-après Tmax comb) d’une pastille cylindrique standard de section circulaire d’un REP en service dans le palier 900 MWe de la filière française. Le calcul sur un motif unique augmentant la température maximale du combustible, un empilement de quatre motifs M est nécessaire pour converger vers une valeur asymptote. Cet empilement de quatre motifs comprend donc un nombre de quatre disques pleins 80 régulièrement espacés le long d’une tige pleine 81. La pastille cylindrique standard telle que montrée en figure 1 a les mêmes dimensions qu’une pastille 6 selon l’invention, i.e. un même diamètre ∅pastille et une même longueur H. La puissance du motif de base M conforme à l’invention est de 373 W, ce qui correspond à des conditions standard de fonctionnement en régime nominal. Le pourcentage de l’insert métallique 8 dans une pastille 6 est de 10 %. Son matériau est le même que celui de la gaine 2, à savoir du zircaloy 4 (Zr4). Les dimensions géométriques d’une pastille 6 selon les figures 3A à 3C sont les suivantes : - diamètre de la pastille (∅pastille ) égal à 8,36 mm ; - diamètre d’un disque plein 80 (∅disque ) égal à 6,71 mm (d’où un rapport R = ∅disque /∅ pastille égal à 0,8; - épaisseur d’un disque plein 80 (Ep) égale à 0,44 mm ; - diamètre de la tige pleine 81 (∅axe ) égal à 1,18 mm. Avec cette géométrie, les disques pleins 80 de l’insert 8 ne sont jamais en contact avec la gaine 2 et ce quel que soit l’historique d’irradiation. L’objectif d’une telle configuration est de limiter les gradients thermiques très locaux sur la gaine 2, typiquement de l’ordre d’au moins 150°C/mm s’il y avait un contact parfait entre disques et gaine, et ses conséquences sur la gaine 2. La température Tmax comb d’une pastille de combustible standard est de 1093°C. Le gain estimé sur Tmax comb dans ces conditions est environ de 247 °C. Les figures 4 et 5 montrent les champs thermiques respectivement pour le motif de base M pour quatre pastilles 6, et l’insert métallique 8 à disques pleins 80 et tige pleine centrale 81. Les gradients locaux de température sur la gaine 2 sont réduits d’un facteur environ 6, pour être proches d’environ 25 °C/mm. Afin de réduire le pourcentage massique de l’insert métallique 8 dans une pastille 6, les inventeurs proposent de remplacer le Zr4 par un matériau plus conducteur de chaleur. Une étude paramétrique sur la puissance montre que les gains augmentent avec celle-ci comme le montre le tableau 1 ci-dessous. On précise que dans ce tableau 1, les puissances retenues pour les calculs sont celles dissipées par une pastille de la colonne combustible et toutes les pastilles sont supposées à la même puissance. La puissance de 373 W est représentative de la puissance maximale d’une pastille REP standard en régime de fonctionnement nominal. Une puissance de 500 W est déjà une puissance en condition accidentelle. Le tableau 1 ci-dessous donne une estimation des gains potentiels en température (δTmax égal à Tmax comb pastille selon l’état de l’art - Tmax comb d’un insert 8 selon l’invention) en fonction de la puissance dissipée dans la pastille et pour un insert métallique 8 occupant 10% du volume de la pastille, le rapport R = ∅disque /∅ pastille est égal à 0,8. On précise que dans ce tableau 1, les valeurs δTmax 10% Crt, δTmax 10% Mo, δTmax 10% Zr, désignent les gains respectivement pour un insert en chrome, molybdène, et en zircaloy. [Tableau 1]
Figure imgf000016_0001
Différentes variantes géométriques de l’insert métallique 8 peuvent être envisagées, afin d’optimiser les paramètres de structure dimensionnels diamètre/épaisseur des disques, diamètre de l’axe central et le paramètre fonctionnel température maximale du combustible. Le tableau 2 ci-dessous donne une estimation par calcules des gains potentiels en température (δTmax égal à Tmax comb pastille selon l’état de l’art - Tmax comb d’un insert 8 selon l’invention) en fonction de la puissance dissipée dans la pastille et pour un insert métallique 8 en Zr4 occupant 10% du volume de la pastille. [Tableau 2]
Figure imgf000017_0001
De ce tableau 2, il ressort que les gains sont voisins dans la gamme 0,7 < ∅disque /∅ pastille <0,8 avec un écart d’environ 10 °C. Ce faible écart s’explique par le fait que la diminution de ∅axe ∅disque (donc d’éloignement de la source froide) est compensé par augmentation de dans une zone où le combustible est le plus chaud. Cette gamme (de 0,7 à 0,8) est un optimum et donne une marge géométrique pour le dimensionnement thermomécanique. Il n’y a pas d’exploration au-delà du rapport ∅disque /∅ pastille > 0,8 car cela accroît les gradients thermiques sur la gaine ce qui est encore plus pénalisant à puissance élevée et enlèverait des marges en situations incidentelles ou accidentelles mettant en jeu une augmentation de la puissance ou de la température par une cause externe. Le tableau 3 ci-dessous récapitule les calculs pour évaluer l’influence du choix du matériau de l’insert métallique 8 sur les gains en température de l’UO2. Les calculs sont ici réalisés pour la géométrie la plus optimale du tableau précédent, i.e.∅disque /∅ pastille = 0,79 et pour une puissance de 373 W uniquement. [Tableau 3]
Figure imgf000018_0001
De ce tableau 3, il ressort que les gains sont substantiels même avec une fraction réduite à 5% de l’insert métallique 8. Ce tableau suggère que l’on pourrait baisser la quantité de métal dans la pastille de combustible plus particulièrement dans le cas d’un choix d’un matériau bon conducteur (Cr et Mo dans cette évaluation). Le tableau 4 ci-dessous donne les températures atteintes par le combustible UO2, qui correspondent aux gains du tableau 3, ces températures sont comparées à une pastille de combustible selon l’état de l’art avec 10% de Zr4 pour proposer une fourchette de pourcentage cible de métal d’insert 8 dans une pastille de combustible 6. [Tableau 4]
Figure imgf000018_0002
Les calculs du tableau 4 révèlent que : - le choix du Cr ou du Mo permet de diminuer la quantité de l’insert métallique 8 dans une fourchette située entre 5% et 5,5% avec du Cr et 4,5% et 5% avec du Mo. - dans ces gammes à faible ajout de métal : o la conception de la pastille devra être plus aboutie et satisfaire d’autres critères thermiques, thermomécaniques et/ou thermochimiques, o cela permet de limiter le sur-enrichissement nécessaire pour compenser la diminution de la masse d’uranium, o la quantité de déchets à traiter sera plus limitée. - les champs thermiques sont similaires à ceux du cas de référence initial ci-dessus ; - par conception (choix du rapport ∅disque /∅ pastille < 0,8), les gradients locaux de température sur la gaine sont faibles (< 5%/mm) voire négligeables (< 0,5°C/mm). Ceux-ci ne sont donc plus un critère discriminatoire. Une variante géométrique de l’insert métallique 8’ consiste à modifier sa forme et ainsi, en lieu et place d’un disque plein plat 80, de réaliser un disque avec une portion centrale 82 traversée par la tige pleine 81 et d’une portion annulaire autour de la portion centrale, la portion annulaire 80b étant à deux faces sphériques de même diamètre qui sont opposées formant un anneau biconcave de plus grande épaisseur à l’axe central (X) et à la périphérie de la pastille. Le tableau 5 ci-dessous récapitule les calculs pour évaluer l’influence du choix du matériau de l’insert métallique 8’ sur les gains en température de l’UO2. Les dimensions géométriques d’une pastille 6 étudiée sont les suivantes : - diamètre de la pastille (∅pastille ) égal à 8,36 mm ; - diamètre d’un disque plein 80b (∅disque ) égal à 6,57 mm (d’où un rapport R = ∅disque /∅ pastille égal à 0,786; - épaisseur maximale d’un disque plein 80b (Ep) égale à 1 mm en son centre et sa périphérie; - diamètre de la tige pleine 81 (∅axe ) égal à 1,5 mm. [Tableau 5] Description Title: Nuclear fuel pellet integrating a metal insert or heat-conducting metal alloy with solid discs and solid rod connecting the discs along the central axis, Rod and Associated Nuclear Fuel Assembly, use in a Pressurized Water Reactor (PWR). Technical Field The present invention relates to the field of fuel elements for Pressurized Water Reactors or Pressurized Water (PWR) also referred to by the English acronym PWR (Pressurized Water Reactor). More precisely, it is in the field of ceramic-type fuels made of uranium oxide (UO 2 ). The invention essentially aims to improve the thermal properties of these fuels, both in nominal operation and in an Accidental Loss of Primary Coolant (APRP) situation. By "nuclear reactors", throughout the application, is understood the usual meaning of the term to date, namely plants for the production of energy from nuclear fission reactions using fuel elements in which the fissions which release the calorific power, the latter being extracted from the elements by heat exchange with a coolant which ensures their cooling. By "nuclear fuel rod", throughout the application, we understand the official meaning defined for example, in the dictionary of nuclear sciences and techniques, namely a narrow tube of small diameter, closed at both ends, constituting from the core of a nuclear reactor and containing fissile material. Thus, a "nuclear fuel pin" whose use favors the name is a nuclear fuel rod within the meaning of the present invention. PRIOR ART Nuclear reactors which use fission energy to produce heat can be classified into several different categories according to their characteristics: the form of final energy produced (electricity, heat, etc.), the type of neutron flux ( fast neutrons or thermalized neutrons), the cooling fluid used (liquid metal, water…), the physical state of the cooling fluid (solid, liquid or gaseous), the pressure level of the cooling fluid (for example atmospheric for Boiling Water Reactors and high for PWRs)… A sector is currently very largely dominant industrially in the world, that of Pressurized Water Reactors (PWR). A PWR essentially comprises two main components: the primary circuit which constitutes the nuclear part of the reactor, and the secondary circuit which constitutes the non-nuclear part of it. For example, you can refer to the block diagram under the link https://fr/wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%a0_eau_pressuris%C3%A9e The primary circuit essentially comprises a tank assembly with the internal structures and fuel assemblies. The secondary circuit essentially comprises non-nuclear equipment to produce electricity (piping, steam generators, turbine, etc.). Steam generators are heat exchangers which transfer the heat from the core to the secondary fluid, ie water in a PWR, which vaporizes then expands in a turbine which, together with the alternator, constitutes the system for generating heat. 'electric energy. To return to the primary circuit, this incorporates the key part, called the reactor core. The core groups together all the blends, of which there are 157 in a PWR of the French sector. A schematic view of a PWR fuel assembly with its control cluster comprising rods of neutron-absorbing material is shown in figure 4 under the link: http://www.cea.fr/Documents:monographies:combustibles-nucl% C3%A9aires_r%C3%A9acteurs-eau.pdf The core itself is placed in a vessel which constitutes the second containment barrier for the fuel and its fission waste (called Fission Products or FP). The core is cooled by a heat transfer fluid, water at a pressure of 150 bars, which also acts as a moderator (slowing down the neutrons), in order to promote the fission reaction. This core also includes internal structures performing specific functions, such as maintaining the assemblies, channeling the heat transfer fluid, etc., which are not detailed here. The fuel assemblies make it possible to produce energy by taking advantage of the nuclear fission reaction of a fuel composed for a small part of heavy fissile nuclei - the isotope 235 of uranium - as well as the isotope 238 of uranium which is only fertile (it will produce plutonium 239 by neutron capture). This fuel is introduced into a cylinder of circular cross-section closed at each of these two ends by a plug. This cylinder is called pencil and described more precisely below. The rod is sealed and constitutes the first containment barrier. The pencils are grouped in bundles and arranged in a square pitch network. For the families of installation of the French sector called "bearings" of 900 MWe and 1300MWe, the number is 264 rods to which are added 25 other tubes, which then composes an assembly which also incorporates many structural elements (plate of foot, retaining grids, an instrumentation tube, 24 guide tubes where 23 control rods slide, head plate, retaining spring, spider for handling the control rods) as shown in figure 4 of the aforementioned .pdf document . In Figure 1, there is shown a nuclear fuel rod 1 according to the state of the art which is shown in its configuration of use in a PWR nuclear reactor, that is to say in a vertical position with the pellets 6 towards the lower part as specified below. The rod 1 consists of a sheath 2 conventionally made of Zircaloy-4 (Zr4) closed at each of its ends by a respectively upper 3 and lower 4 plug which is welded thereto. This sealed pencil is filled with helium at 25 bars when cold to partially counterbalance the effect of the external pressure of 150 bars of the heat transfer fluid. The interior of the sheath is essentially divided into two compartments, one of which 5 in the upper part, between the top of the fissile column and the upper plug 3, constitutes a gas expansion chamber and the other houses the column fissile formed by the stack of nuclear fuel pellets 6 which each extend along the longitudinal direction XX' of the rod 1. The expansion chamber is a free volume intended to receive FPs in gaseous form, usually called Fission Gas (GdF). In the stack shown, each pellet 6 has substantially the same length or height H. A helical compression spring 7, generally made of Inconel®, is housed in the expansion chamber 5 with its lower end resting against the upper face of the highest pellet 6 of the stack of pellets and its other end resting against the top cap 3. In addition to maintaining the stack of pellets 6 along the longitudinal axis XX' and the "absorption" over time of the longitudinal swelling of the pellets 6, the other function of this spring 7 is to prevent the buckling of the section of the sheath on its mode of ovalization. In other words, it must prevent the extreme ovalization of the sheath section. The primary function of a fuel rod is to produce, then to transmit the heat produced by the fission reactions within the fuel. To date, a fuel pellet such as it is implemented in a PWR reactor, consists of uranium oxide UO2 enriched in U235 to about 5%, the remainder being fertile U238. Each pellet releases, by nuclear fission, energy in the form of heat and which varies over time depending on the wear of the fuel but also on the variation in the altitude of the control rods. The power thus dissipated is also a function both of the position of the pellet in the rod, the position of the rod in the assembly and the position of the assembly in the core. This power is evacuated to the cold source of the primary circuit (the primary cooling water) by encountering a certain number of thermal obstacles which can be summarized as follows: - a strong gradient between the center and the periphery of the pellet induced by the low thermal conductivity of UO2; - a radial thermal gradient between pellet and rod sheath. Indeed, the seal between pellet and sheath, entirely gaseous (helium) at the start of irradiation, becomes completely filled. at the start of the second cycle. However, the roughness of the pellet allows the discontinuous presence of gas which is no longer simply helium but also includes GdF: thus, the contact between pellet and sheath is never perfect and therefore creates, by its thermal resistance , a radial thermal gradient; - the radial thermal conduction through the sheath; - the resistance due to the radial convective exchange between the external face of the sheath and the heat transfer fluid. The removal of heat in the nominal operating regime and in incidental and accidental regimes is governed by the heat conduction equation (or Fourier equation) with energy dissipation for the fuel pellet to which is added the Newton's equation which models the convective exchanges by a coefficient of heat exchange between the sheath and the heat transfer fluid. These equations apply in incidental and accidental situations, as long as the geometry of the rod (including pellets) remains intact and the coolant has not evaporated. Numerical simulations of a Loss of Primary Coolant (LOCA) type accident have demonstrated the interest, from the point of view of the temporal thermal consequences of this accident, of having at the rated and therefore initial operating conditions of this accident, a fuel as cold as possible at heart. The main objective is therefore, in terms of safety, to lower the thermal of the rod and more particularly of the fuel pellet. Figure 2, taken from publication [1] gives the order of magnitude of the temperatures in a fuel pellet in nominal operating conditions. There are various ways to improve the power removal function produced by a UO2 fuel pellet or pellet stack. Since some characteristics can be difficult to modify, such as the primary fluid, the sheath material, the most open avenue for innovation is that of improving the thermal conductivity of UO2. This path can be divided into two categories which have been explored. The first category concerns the improvement of the thermal conductivity without adding another phase within the UO2 fuel. This first category can itself be subdivided into three sub-categories as follows: - a modification of the shape of the rod, in order to increase the exchange surface between hot source and cold source. This modification is localized by definition at the level of each rod of a fuel assembly. This solution has the major drawbacks of requiring a new design of the assembly and of having a possible impact on the manufacturability of the rod and the performance of the assembly; - a change in the nature of the fuel by passing from a combustible oxide to a better heat-conducting fuel, for example a metallic fuel. This modification is localized by definition at the level of each fuel pellet. This solution has the major drawbacks of inducing a different behavior in the reactor, of requiring research and development to develop/qualify this new fuel, of developing new manufacturing processes and of having to redefine the downstream cycle of the fuel; - a combination of the two previous sub-categories which is a concept referred to as LIGHTBRIDGE: see in particular [2]. This concept consists of a generally helical rod whose sheath contains a metallic fuel, UZr. In addition to the drawbacks explained for the two previous sub-categories, this solution has the major drawbacks of greatly reducing the mass of fissile material, typically by around 25% and of requiring over-enrichment of the pellet in U5 fuel. The second category concerns the improvement of the thermal conductivity with the addition of another phase within the UO2 fuel. The addition is localized by definition at the level of each fuel pellet. This second category can itself be subdivided into three sub-categories as follows: - a dispersion of diamond, graphene… at the nanometer scale. This solution does not seem relevant to date from the point of view of its thermal behavior. The inventors consider that it is however difficult to decide on this solution for lack information and knowledge. This solution has the major drawbacks of being only on a laboratory scale and therefore, with the need for complete research and development to be carried out for the fuel, to analyze the manufacturability and then to implement research and development, and finally to have no modeling tool; - a homogeneous dispersion of a second metallic phase on a microscopic scale with the aim of reducing the thermal conductivity of the UO2 pellet: see in particular [1]. This solution has the major drawbacks of inducing a manufacturing difficulty and of requiring the finalization and then the validation of existing modeling tools; - a heterogeneous dispersion of a second metallic phase on a macroscopic scale with the aim of promoting the heat flow from the UO2 pellet towards the cold source. This second metallic phase is characterized by a metallic insert within the fissile material of the pellet. Such a metal insert is described under two distinct designs in the publication [3]. One of these designs, shown in figure 1a of this publication [3] consists of a set of wafers distributed over the length of the pellet. This design effectively improves the thermal of the fuel pellet in the center. However, the analysis made by the applicant's experts on this design shows that if, indeed, the choice of the structural characteristics of the wafers makes it possible to achieve a significant reduction in the temperature of the core pellet, on the other hand this choice potentially generates several disadvantages that can have very annoying consequences on the behavior of the pellet, or even completely call into question the relevance of the solution. The main potentially negative consequences are as follows: - a hypothetical guarantee of the thermal function under irradiation and of the mechanical resistance to irradiation of the wafers given their small thickness; - mechanical strength of the sheath not guaranteed, with high and local temperature gradients thereon, typically from 100 to 300°C/mm, which are due to the contact of each wafer with the sheath; - the lack of certainty of not aggravating the phenomenon of Pad Sheath Interaction with Stress Corrosion (IPG-SCC); - a level of corrosion likely to be present on the sheath during irradiation; - manufacturability of the metal wafers in a ceramic fuel not demonstrated with in particular the possibility of mounting the wafers and the absence of guarantee of an optimal mounting of the fuel column. There is a need to improve the thermal design of nuclear fuel pellets, more particularly based on UO2 oxides, in order to reduce their core temperature as much as possible, in nominal operating conditions for a Pressurized Water Reactor core ( REP) while respecting the following constraints: - minimization of the quantity of second phase provided in a tablet; - absence of degradation or at least limited degradation of neutron behavior; - manufacturability as easy as possible; - assembly of a column of fuel as simple as possible; - Absence of the aforementioned drawbacks of the design shown in Figure 1a of this publication [3]. The object of the invention is to meet this need at least in part. Presentation of the invention To do this, the invention relates, in one of its aspects, to a nuclear fuel pellet, comprising: - a straight cylinder of fissile material with a central axis (X) whose length and diameter respectively define the length (H) and the diameter ( ∅pad ) of the pad; - a metal or thermally conductive metal alloy insert, the insert extending over the length of the pellet and comprising at least one solid disc centered on the central axis and a solid rod extending along the central axis and integral of the solid disc, the ratio R between the diameter of the disc ( ∅disc ) and the diameter of the pellet ( ∅disc ) being less than or equal to 0.8, preferably between 0.7 and 0.8. According to an advantageous embodiment, the disc comprises four solid discs regularly spaced along the central axis (X), the solid rod connecting the solid discs to one another. According to a first variant, each disk is flat. According to a second variant, each disc consists of a central portion through which the solid rod passes and of an annular portion around the central portion, the annular portion having two spherical faces of the same diameter which are opposite forming a biconcave ring of greatest thickness at the central axis (X) and at the periphery of the pellet. Advantageously, the material of the insert is chosen from a zirconium alloy, in particular Zircaloy-4 (Zr4), chromium (Cr), Molybdenum (Mo). Advantageously again, the fissile material of the right cylinder is chosen from uranium (IV) oxide (UO2), mixed oxide (U, Pu)O2 or a mixed mixture based on uranium oxide and reprocessed plutonium oxides. Preferably, the mass percentage of the insert is between 5 and 10%. The invention also relates to a nuclear fuel rod extending in a longitudinal direction (XX') comprising: - a plurality of nuclear pellets as described above, stacked on top of each other; - a neutron-transparent material sheath surrounding the stack of pellets. According to an advantageous embodiment, the comprises a single solid rod extending over the entire length of the stack of nuclear pellets. Advantageously, the sheath is made of zirconium alloy, in particular Zircaloy-4 (Zr4), or M5® alloy (ZrNbO). The invention also relates to a nuclear fuel assembly comprising a plurality of fuel rods as above and arranged together in a network. The invention also relates to the use of a nuclear fuel pellet as described above or of a fuel rod as described above in a pressurized water reactor (PWR). Thus, the invention essentially consists of a nuclear fuel pellet which incorporates, within a straight cylinder of fissile material, a metal insert with solid disc(s) and solid rod along the central axis, as as second metallic phase. With an insert with solid discs and solid rod according to the invention, the core temperature of a pellet is not the lowest among all the possible solutions. On the other hand, the insert allows a significant drop in the core temperature, while not generating the disadvantages caused by the solutions of the prior art, in particular the design shown in Figure 1b of this publication [3]. The solution according to the invention is a perfect compromise for simultaneously obtaining several performances on a complex system constituted by a nuclear fuel pellet. The advantages of a fuel pellet according to the invention are numerous, among which may be mentioned: - a large drop in maximum temperature compared to that of a pellet according to the state of the art; - strong limitation of local thermal gradients on the sheath of a rod which houses a pellet according to the invention; - simple manufacturability; - the maintenance of a usual mounting method in a nuclear fuel rod; - an increase in fission gas retention; - a limitation or even elimination of the risk of IPG-CSC because, by design, the height of a pattern composed of UO2 is less than the diameter of the fuel pellet (UO2 + metal insert). Other advantages and characteristics of the invention will emerge better on reading the detailed description of examples of implementation of the invention given by way of non-limiting illustration with reference to the following figures. Brief description of the drawings [Fig 1] Figure 1 is a schematic view in longitudinal section of a nuclear fuel rod according to the state of the art, as implemented in a PWR nuclear reactor. [Fig 2] Figure 2 illustrates in the form of a curve the temperatures in a nuclear fuel pellet according to the state of the art, in nominal operating conditions. [FIG 3A] FIG. 3A is a schematic perspective view of a basic pattern M of a nuclear fuel rod, the sheath of which houses a fuel pellet with a metal insert with solid discs and solid rod according to the invention. [Fig 3B] Figure 3B repeats Figure 3A but without the presence of the sheath, ie only the fuel pellet with a metal insert with solid discs and solid rod according to the invention. [Fig 3C] Figure 3C reproduces Figure 3B but without the presence of the right cylinder of fissile material. [Fig 4] Figure 4 is a view from the numerical simulation showing the temperature fields for the configuration of Figure 3A. [Fig 5] Figure 5 is a view from the numerical simulation showing the temperature fields for the configuration of Figure 3C. [Fig 6A] Figure 6A is a schematic perspective view of a fuel pellet without the metal insert according to the invention. [Fig 6B] Figure 6B is a schematic perspective view of the metal insert according to the invention. [FIG 6C] FIG. 6C is a view resulting from the digital simulation showing the temperature field for a pellet configuration according to FIG. 6A with an insert according to FIG. 6B. [Fig 7A] Figure 7A is a schematic perspective view of an alternative fuel pellet without the metal insert according to the invention. [Fig 7B] Figure 7B shows is a schematic perspective view of a variant of a solid disc of the metal insert according to the invention. [FIG 7C] FIG. 7C is a view resulting from the digital simulation showing the temperature field for a pellet configuration according to FIG. 7A with an insert according to FIG. 7B. detailed description For the sake of clarity, the same element according to the state of the art and according to the invention is designated by the same numerical reference. Figures 1 and 2 have already been commented on in the preamble. They will therefore not be detailed below. In the examples below, the fuel pellets according to the invention and the cladding are created using the CAD software marketed under the name "SolidWorks" and then modeled, by a mesh and 3D thermal conduction calculations, using its "Professional Simulation" module in the 2019 version. In all of the figures 3A to 7C, even if the various elements are not represented exactly to scale, the insert with solid discs and solid rod according to the invention is illustrated as it is, ie on a macroscopic scale, in a cylinder of fissile material. There is shown in FIG. 3A a basic pattern M of a nuclear fuel rod 1 with a sheath 2 housing a fuel pellet 6 according to the invention. As illustrated in FIG. 3B, the pellet 6 according to the invention with a central axis (X) comprises a straight cylinder 60 of oxide combustible material releasing thermal power and a metal insert 8. The metal insert 8 comprises a plurality solid discs 80, of circular section, of equal thickness Ep and regularly spaced from each other along the length H of the pellet and a solid rod 81 which extends along the central axis X and which connects all the solid discs 80. The solid rod 81 therefore thermally connects all the discs 80 to each other. The right cylinder 60 is machined with a central hole 61 and at least one circular recess 62 in order to accommodate therein both a solid disc 80 and the solid rod 81. The solid rod 81 along the central axis, made of good metallic material heat conductor, replaces the UO 2 (poor conductor) in the hottest zone of the pad 6. FIG. 3C shows the metal insert 8 on its own, with its dimensions represented, namely the diameter O disk of the 80, their constant thickness Ep, the diameter O axis , of the solid rod 81. The thermal gain of a pellet 6 with metal insert 8 according to the invention is evaluated by comparison with the maximum temperature of the oxide fuel (noted below after T max comb) a standard cylindrical pellet with a circular section from a PWR in service in the 900 MWe series of the French sector. Since the calculation on a single pattern increases the maximum temperature of the fuel, a stack of four patterns M is necessary to converge towards an asymptote value. This stack of four patterns therefore comprises a number of four solid discs 80 regularly spaced along a solid rod 81. The standard cylindrical patch as shown in FIG. 1 has the same dimensions as a patch 6 according to the invention, ie the same diameter ∅pad and the same length H. The power of the basic pattern M in accordance with the invention is 373 W, which corresponds to standard operating conditions at nominal speed. The percentage of the metal insert 8 in a pellet 6 is 10%. Its material is the same as that of sheath 2, namely zircaloy 4 (Zr4). The geometric dimensions of a pad 6 according to FIGS. 3A to 3C are as follows: diameter of the pad ( ∅pad ) equal to 8.36 mm; - diameter of a solid disc 80 ( ∅disc ) equal to 6.71 mm (hence a ratio R = ∅disc /∅ disc equal to 0.8; - thickness of a solid disc 80 (Ep) equal to 0.44 mm; - diameter of the solid rod 81 ( ∅axis ) equal to 1.18 mm With this geometry, the solid discs 80 of the insert 8 are never in contact with the sheath 2 and this regardless of the irradiation history The objective of such a configuration is to limit the very local thermal gradients on the sheath 2, typically of the order of at least 150° C./mm if there was perfect contact between disks and cladding, and its consequences on cladding 2. The temperature T max comb of a standard fuel pellet is 1093° C. The estimated gain on T max comb under these conditions is around 247° C. The figures 4 and 5 show the thermal fields respectively for the basic pattern M for four pads 6, and the metal insert 8 with solid discs 80 and central solid rod 81. The local temperature gradients on the gain e 2 are reduced by a factor of about 6, to be close to about 25°C/mm. In order to reduce the mass percentage of the metal insert 8 in a pellet 6, the inventors propose replacing the Zr4 with a more heat-conductive material. A parametric study on potency shows that gains increase with potency as shown in Table 1 below. It is specified that in this table 1, the powers retained for the calculations are those dissipated by a pellet of the fuel column and all the pellets are assumed to have the same power. The power of 373 W is representative of the maximum power of a standard PWR chip in nominal operating conditions. A power of 500 W is already a power in accident conditions. Table 1 below gives an estimate of the potential gains in temperature (δT max equal to T max comb pellet according to the state of the art - T max comb of an insert 8 according to the invention) according to the power dissipated in the pellet and for a metal insert 8 occupying 10% of the volume of the pellet, the ratio R= ∅disc/∅disc is equal to 0.8. It is specified that in this table 1, the values δT max 10% Crt, δT max 10% Mo, δT max 10% Zr, designate the gains respectively for an insert made of chromium, molybdenum, and zircaloy. [Table 1]
Figure imgf000016_0001
Different geometric variants of the metal insert 8 can be envisaged, in order to optimize the dimensional structure parameters diameter/thickness of the discs, diameter of the central axis and the functional parameter maximum temperature of the fuel. Table 2 below gives an estimate by calculation of the potential gains in temperature (δT max equal to T max comb pellet according to the state of the art - T max comb of an insert 8 according to the invention) according to the power dissipated in the pad and for a metal insert 8 in Zr4 occupying 10% of the volume of the pad. [Table 2]
Figure imgf000017_0001
From this table 2, it emerges that the gains are close in the range 0.7 < ∅disk/∅pad <0.8 with a difference of about 10°C. This small difference is explained by the fact that the reduction in ∅axis ∅disc (therefore distance from the cold source) is compensated by an increase in in a zone where the fuel is the hottest. This range (from 0.7 to 0.8) is an optimum and gives a geometric margin for thermomechanical dimensioning. There is no exploration beyond the ∅disk /∅ pellet ratio > 0.8 because this increases the thermal gradients on the sheath which is even more penalizing at high power and would remove margins in incidental or accidental situations involving an increase in power or temperature due to an external cause. Table 3 below summarizes the calculations to evaluate the influence of the choice of the material of the metal insert 8 on the temperature gains of the UO2. The calculations are made here for the most optimal geometry of the previous table, ie ∅disc/∅ pad = 0.79 and for a power of 373 W only. [Table 3]
Figure imgf000018_0001
From this table 3, it emerges that the gains are substantial even with a fraction reduced to 5% of the metal insert 8. This table suggests that the quantity of metal in the fuel pellet could be lowered more particularly in the case a choice of a good conductive material (Cr and Mo in this evaluation). Table 4 below gives the temperatures reached by the UO2 fuel, which correspond to the gains in table 3, these temperatures are compared to a fuel pellet according to the state of the art with 10% Zr4 to propose a range of target percentage of 8 insert metal in a 6 fuel pellet. [Table 4]
Figure imgf000018_0002
The calculations in table 4 reveal that: - the choice of Cr or Mo makes it possible to reduce the quantity of the metal insert 8 in a range situated between 5% and 5.5% with Cr and 4.5% and 5% with Mo. - in these ranges with low metal addition: o the design of the pellet must be more complete and satisfy other thermal, thermomechanical and/or thermochemical criteria, o this makes it possible to limit the over-enrichment necessary to compensate for the reduction in the mass of uranium, o the quantity of waste to be processed will be more limited. - the thermal fields are similar to those of the initial reference case above; - by design (choice of the ∅disc /∅ pad ratio < 0.8), the local temperature gradients on the sheath are low (< 5%/mm) or even negligible (< 0.5°C/mm). These are therefore no longer a discriminatory criterion. A geometric variant of the metal insert 8 'consists in modifying its shape and thus, instead of a solid flat disc 80, to produce a disc with a central portion 82 crossed by the solid rod 81 and a portion annular around the central portion, the annular portion 80b having two spherical faces of the same diameter which are opposite forming a biconcave ring of greater thickness at the central axis (X) and at the periphery of the pellet. Table 5 below summarizes the calculations to evaluate the influence of the choice of the material of the metal insert 8' on the UO2 temperature gains. The geometric dimensions of a pad 6 studied are as follows: diameter of the pad ( ∅pad ) equal to 8.36 mm; - diameter of a solid 80b disc ( ∅disc ) equal to 6.57 mm (hence a ratio R = ∅disc /∅ disc equal to 0.786; - maximum thickness of a solid 80b disc (Ep) equal to 1 mm at its center and its periphery - diameter of the solid rod 81 ( ∅axis ) equal to 1.5 mm [Table 5]
C
Figure imgf000020_0001
ette topologie à disques biconcaves 80b ne montre pas de gains particulièrement importants mais elle permet d’étaler encore la tâche thermique dus aux disques réduits sur la gaine. Les deux exemples de champ thermique ainsi que la température maximale du combustible dans le cas avec du Zr4 et de 10% sans combustible sont donnés figures 4 et 5 pour la pastille la plus chaude (les calculs ont été réalisés sur un empilement de quatre pastilles de combustible). L’invention n’est pas limitée aux exemples qui viennent d’être décrits; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées. D’autres variantes et améliorations peuvent être envisagées sans pour autant sortir du cadre de l’invention. VS
Figure imgf000020_0001
This topology with biconcave discs 80b does not show particularly significant gains but it makes it possible to further spread out the thermal task due to the reduced discs on the sheath. The two examples of thermal field as well as the maximum temperature of the fuel in the case with Zr4 and 10% without fuel are given in figures 4 and 5 for the hottest pellet (the calculations were carried out on a stack of four pellets of combustible). The invention is not limited to the examples which have just been described; it is in particular possible to combine together characteristics of the examples illustrated within variants not illustrated. Other variants and improvements can be envisaged without departing from the scope of the invention.
Liste des références citées [1]: Kim D.J. – Rhee Y.W. & al – “Fabrication of Micro-Cell_UO2-Mo with enhanced thermal conductivity”, JNM 462 (2015) 289-295. [2]: Malone J. – Totemeier A. – Shapiro N. – Vaidyanathan S. - Lightbridge Corp – “Advanced Metallic Fuel for LWRs”, Nuclear Technology, 181:3437-442 Nov 2012. [3]: Medvedev P.G. & Mariani R.D. – “Conductive inserts to reduce nuclear fuel”, JNM 531 (2020) 151966. [4]: H. Bailly & al. – “Le combustible nucléaire des réacteurs à eau sous pression et des réacteurs à neutrons rapides” – Eyrolles 1996 List of cited references [1]: Kim D.J. – Rhee Y.W. & al – “Fabrication of Micro-Cell_UO2-Mo with enhanced thermal conductivity”, JNM 462 (2015) 289-295. [2]: Malone J. – Totemeier A. – Shapiro N. – Vaidyanathan S. - Lightbridge Corp – “Advanced Metallic Fuel for LWRs”, Nuclear Technology, 181:3437-442 Nov 2012. [3]: Medvedev P.G. & Mariani R.D. – “Conductive inserts to reduce nuclear fuel”, JNM 531 (2020) 151966. [4]: H. Bailly & al. – “The nuclear fuel of pressurized water reactors and fast neutron reactors” – Eyrolles 1996

Claims

Revendications 1. Pastille (6) de combustible nucléaire, comprenant : un cylindre droit (60) de matière fissile d’axe central (X) dont la longueur et le diamètre définissent respectivement la longueur (H) et le diamètre (∅pastille ) de la pastille; un insert (8) métallique ou en alliage métallique conducteur thermique, l’insert s’étendant sur la longueur de la pastille et comprenant au moins un disque plein centré sur l’axe central et une tige pleine s’étendant selon l’axe central et solidaire du disque plein, le rapport R entre le diamètre du disque (∅disque ) et le diamètre de la pastille (∅pastille ) étant inférieur ou égal à 0,8, de préférence compris entre 0,7 et 0,8. 2. Pastille (6) selon la revendication 1, comprenant quatre disques pleins régulièrement espacés selon l’axe central (X), la tige pleine reliant les disques pleins entre eux. 3. Pastille (6) selon l’une des revendications 1 ou 2, chaque disque étant plat. 4. Pastille (6) selon l’une des revendications 1 ou 2, chaque disque étant constitué d’une portion centrale traversée par la tige pleine et d’une portion annulaire autour de la portion centrale, la portion annulaire (80b) étant à deux faces sphériques de même diamètre qui sont opposées formant un anneau biconcave de plus grande épaisseur à l’axe central (X) et à la périphérie de la pastille. 5. Pastille (6) selon l’une des revendications précédentes, le matériau de l’insert étant choisi parmi un alliage de zirconium, notamment le Zircaloy-4 (Zr4), le chrome (Cr), le Molybdène (Mo). 6. Pastille (6) selon l’une des revendications précédentes, la matière fissile du cylindre droit étant choisie parmi l’oxyde d'uranium(IV) (UO2), l’oxyde mixte (U, Pu)O2 ou un mélange mixte à base d'oxyde d'uranium et d'oxydes de plutonium retraités. 7. Pastille (6) selon l’une des revendications précédentes, le pourcentage massique de l’insert étant compris entre 5 et 10 %. 8. Crayon de combustible nucléaire (1) s'étendant selon une direction longitudinale (XX') comprenant : une pluralité de pastilles nucléaires (6) selon l’une des revendications précédentes, empilées les unes sur les autres ; une gaine (2) en matériau transparent aux neutrons entourant l'empilement de pastilles. 9. Crayon (1) selon la revendication 8, comprenant une seule tige pleine s’étendant sur toute la longueur de l’empilement de pastilles nucléaires (6). 10. Crayon (1) selon la revendication 8 ou 9, la gaine étant en alliage de zirconium, notamment en Zircaloy-4 (Zr4), ou en alliage M5® (ZrNbO). 11. Assemblage de combustible nucléaire comprenant une pluralité de crayons de combustible selon l'une quelconque des revendications 8 à 10 et agencés entre eux selon un réseau. 12. Utilisation d’une pastille de combustible nucléaire (6) selon l’une des revendications 1 à 7 ou d’un crayon de combustible nucléaire (1) selon l’une des revendications 8 à 10 dans un réacteur à eau pressurisée (REP). Claims 1. Pellet (6) of nuclear fuel, comprising: a straight cylinder (60) of fissile material with a central axis (X) whose length and diameter respectively define the length (H) and the diameter ( ∅pellet ) of the pellet; a metal or thermally conductive metal alloy insert (8), the insert extending along the length of the pellet and comprising at least one solid disc centered on the central axis and a solid rod extending along the central axis and integral with the solid disc, the ratio R between the diameter of the disc ( ∅disc ) and the diameter of the pellet ( ∅disc ) being less than or equal to 0.8, preferably between 0.7 and 0.8. 2. Pad (6) according to claim 1, comprising four solid discs evenly spaced along the central axis (X), the solid rod connecting the solid discs together. 3. Pellet (6) according to one of claims 1 or 2, each disc being flat. 4. Pellet (6) according to one of claims 1 or 2, each disc consisting of a central portion through which the solid rod passes and of an annular portion around the central portion, the annular portion (80b) being at two spherical faces of the same diameter which are opposite forming a biconcave ring of greater thickness at the central axis (X) and at the periphery of the pellet. 5. Pellet (6) according to one of the preceding claims, the material of the insert being chosen from a zirconium alloy, in particular Zircaloy-4 (Zr4), chromium (Cr), molybdenum (Mo). 6. Pellet (6) according to one of the preceding claims, the fissile material of the right cylinder being chosen from uranium(IV) oxide (UO 2 ), mixed oxide (U, Pu)O2 or a mixture mixed based on uranium oxide and reprocessed plutonium oxides. 7. Pellet (6) according to one of the preceding claims, the mass percentage of the insert being between 5 and 10%. 8. Nuclear fuel rod (1) extending in a longitudinal direction (XX') comprising: a plurality of nuclear pellets (6) according to one of the preceding claims, stacked on top of each other; a sheath (2) made of material transparent to neutrons surrounding the stack of pellets. 9. Pencil (1) according to claim 8, comprising a single solid rod extending over the entire length of the stack of nuclear pellets (6). 10. Pencil (1) according to claim 8 or 9, the sheath being made of zirconium alloy, in particular Zircaloy-4 (Zr4), or M5® alloy (ZrNbO). 11. Nuclear fuel assembly comprising a plurality of fuel rods according to any one of claims 8 to 10 and arranged together in a network. 12. Use of a nuclear fuel pellet (6) according to one of claims 1 to 7 or of a nuclear fuel rod (1) according to one of claims 8 to 10 in a pressurized water reactor (PWR ).
PCT/EP2022/060228 2021-04-19 2022-04-19 Nuclear fuel pellet incorporating an insert made of metal or a thermally conductive metal alloy with solid discs and solid shaft connecting the discs along the central axis, associated nuclear fuel rod and assembly, and use in pressurised water reactor (pwr) WO2022223510A1 (en)

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